Väikesed moodulreaktorid (SMR) ja niklisulamid: materjalid järgmise -generatsiooni tuumaenergia jaoks

Väikesed modulaarsed reaktorid (SMR) ei ole lihtsalt tavapäraste{0}}survevee{1}}mahandatud versioonid. Mitmed täiustatud konstruktsioonid töötavad kuumemini, kasutavad survevee asemel erinevaid jahutusvedelikke - heeliumi, vedelat naatriumi või sulafluoriidsoola - ning seavad eesmärgiks kasutusea ja töötsüklid, mis suruvad konstruktsioonimaterjalid tunduvalt kõrgemale temperatuurist ja korrosioonist, mille jaoks tavapärane tuuma-klassi roostevaba teras kvalifitseerus.

Nikli{0}}põhised sulamidon materjaliperekond, millel on kõige parem positsioon selle lünga sulgemiseks, ja need esinevad juba kogu täiustatud reaktori tarneahelas: aurugeneraatori torudena kerge-vee SMR-ides, vahesoojusvaheti materjalina gaas-jahutusega konstruktsioonides ja kandidaatide esmase-ahela materjalina soola-jahutusega kontseptsioonides. Selles juhendis selgitatakse, miks on niklisulamid SMR-ide jaoks olulised, kuna need klassid on juba koodiga -kvalifitseeritud või alles väljatöötamisel, ja kuidas mõelda materjalide valikule erinevates SMR-tehnoloogia klassides.

Mis on väikesed moodulreaktorid ja miks erinevad nende materjalivajadused tavalistest reaktoritest?

SMR-id hõlmavad mitut erinevat reaktoriklassi, millel on väga erinevad jahutusvedelikud ja töötemperatuurid, ning just see mitmekesisus - mitte ainult väiksem suurus - on niklisulamite suurema rolli taga.

"SMR" kirjeldab tehases{0}}valmistatud modulaarset reaktorit, mille võimsus on tavaliselt alla 300 MWe, kuid mõiste hõlmab mitut põhimõtteliselt erinevat tehnoloogiat. Kerge-vee SMR-id (nagu NuScale'i disain ja GE Hitachi BWRX-300) kasutavad sama rõhu all või keeva veega jahutusvedeliku keemiat nagu tavalised suured reaktorid ja töötavad sarnases temperatuurivahemikus, seega sõltuvad nad suuresti väljakujunenud tuuma--ja madala kvaliteediga {{roostevabast} terasest. reserveeritud konkreetsetele suure töövõimega komponentidele, nagu aurugeneraatori torud.

Kõrge -temperatuuriga gaas-jahutusega reaktorid ehk HTGR-id (nagu X-energy Xe-100) kasutavad heeliumi jahutusvedelikku ja TRISO-osakeste kütust ning sihivad palju kõrgemat väljalasketemperatuuri, et parandada soojuslikku efektiivsust ja võimaldada tööstuslike protsesside soojusrakendusi. Naatrium-jahutusega kiirreaktorid (nagu TerraPoweri Natrium-konstruktsioon) kasutavad vedelat metallist jahutusvedelikku mõõdukal-kuni-kõrgel temperatuuril ja madalal rõhul. Fluoriid{10}}soola-jahutusega kõrgtemperatuurilised reaktorid ehk FHR-id (nagu Kairos Poweri Hermesi disain) tsirkuleerivad sula fluoriidsoola jahutusvedelikuna ümber tahke TRISO kivikütuse, samas kui tõelised sulasoola reaktorid lahustavad kütuse otse ringlevas soolas. Kõik need klassid asetavad oma konstruktsioonimaterjalidele erineva temperatuuri, jahutusvedeliku keemia ja neutronkeskkonna kombinatsiooni.

Tabel 1. Tüüpilised SMR-tehnoloogia klassid, ligikaudsed töötemperatuurid ja näidiskonstruktsioonid. Joonised on illustreerimiseks üldistatud reaktoriklasside kaupa; konkreetse müüja kujundused on erinevad ja ametlikud spetsifikatsioonid tuleks kinnitada kehtivate müüja ja regulatiivsete dokumentidega.

Miks vajavad täiustatud reaktorid tavalise roostevaba terase asemel niklisulamid?

Tavaline tuuma-klassi austeniitsest roostevaba teras kaotab liiga palju roometugevust ja oksüdatsioonikindlust üle 550–650 kraadi, kui kulub arenenud reaktorite mitmekümne aasta pikkuseks tööeaks, ja niklisulamid laiendavad kasutatavat konstruktsiooni 700–950 kraadini, mida on vaja soolatud projekteerimisel{{HTGR ja mõned soolatud konstruktsioonid.

Vastavalt ASME katelde ja surveanumate koodeksi III jaotisele reguleerib 5. jaotis kõrgtemperatuursete tuumakomponentide ehitamist kõigi täiustatud reaktori jahutusvedeliku tüüpide jaoks. Aastakümnete jooksul kvalifitseeriti selle teenuse kasutamiseks ainult viis materjali: 2,25Cr-1Mo ja vanaadium-modifitseeritud 9Cr-1Mo ferriitteras, tüübid 304H ja 316H austeniitset roostevaba teras ning kõrge-niklisisaldusega alloausteniit8000-nikliga. Nendest ainult Alloy 800H on hinnatud tõeliselt kõrge temperatuuriga, tühise roomava disaini jaoks, mis läheneb 760 kraadile ja kõrgemale.

Üle umbes 550–650 kraadi langeb standardse 304H/316H roostevaba terase lubatud konstruktsioonipinge järsult, kuna ajast-sõltuv roomedeformatsioon - mitte lühiajaline voolavus või tõmbetugevus - muutub juhtivaks rikkerežiimiks ja ka kroomoksiid-}}roostevabas terases muutub vähem kaitsvaks. kõrge -temperatuuri heeliumi või soola keskkonnas. Niklisulamid, nagu Alloy 617, lahendavad mõlemad probleemid: nende suurem niklisisaldus parandab vastupidavust roomamisele ja karburiseerivale/oksüdeerivale atmosfäärile, pikendades 2019. aasta ASME-koodi puhul kvalifitseeritud projekteerimistemperatuure kuni ligikaudu 954 kraadini (1750 kraadi F).

Millised niklisulamid on kõrgetasemelise reaktori ehitamiseks kvalifitseeritud või hindamisel?

Alloy 800H on praegu ainus nikli{1}}põhine materjal, millel on täielik pikaajaline ASME III jaotise 5. osa kvalifikatsioon; Alloy 617 on lisatud kahe spetsiaalse koodijuhtumi kaudu, samal ajal kui Alloy 690, Hastelloy N, GH3535 ja Alloy 709 mängivad oma rolli, kuid istuvad kvalifikatsioonitee eri etappides.

Tabel 2. Nikkel-laagrid ja külgnevad nikli-sulamid, mis on olulised täiustatud reaktori ehituse jaoks, nende ligikaudsed koostised ja nende praegune USA koodi-kvalifitseerumisstaatus. Koodijuhtumite numbreid, temperatuuripiiranguid ja kvalifikatsiooni olekut tuleks alati kontrollida ASME BPVC jaotise III jaotise 5. jaotise väljaande ja kehtivate kehtivate koodijuhtumite alusel.

Kuidas niklisulamid toimivad sulasoola reaktori keskkondades?

Nikkel-molübdeen-kroomisulamid, nagu Hastelloy N ja GH3535, taluvad sulafluoriidsoola korrosiooni palju paremini kui roostevaba teras, kuna nende madal kroomisisaldus piirab domineerivat korrosioonirada - kroomi leostumist terade piiridest, samal ajal kui soola lisamisel säilib kõrge temperatuur} {{4} tugevus.

Sula fluoriidsoolad, nagu FLiBe (liitiumfluoriid-berülliumfluoriid) ja FLiNaK (liitium-naatrium-kaaliumfluoriid) on atraktiivsed reaktori jahutusvedelikud nende madala neutronite neeldumise, suure mahulise soojusmahtuvuse ja madala töörõhu tõttu, kuid need on ka keemiliselt agressiivsed enamiku struktuursete sulamite suhtes. Domineerivaks lagunemismehhanismiks ei ole üldine pinnarünnak, vaid kroomi selektiivne leostumine terade piiridest soolasse, mis on tingitud soola redokspotentsiaalist; see võib jätta poorse kroom{1}}vaese pinnakihi ja tekitada rakendatud pinge all teradevahelist korrosiooni-abiga pragunemist.

Hastelloy N töötati välja Oak Ridge'i riiklikus laboratooriumis 1950.–60. aastatel spetsiaalselt selle mehhanismi vastu seista sulasoola reaktori katse jaoks, ja see - koos Hiina koostiselt sarnase GH3535-ga, mida kasutatakse selle riigi toorium sulatatud reaktsioonide -perekonna juhtivates struktuuriprogrammides. fluoriid-sool-jahutusega reaktori kontseptsioonid. Kuna need sulamid ei ole veel USA-s läbinud ASME Section III, Division 5 kvalifikatsiooniteekonda, kavandavad arendajad, kes tegelevad lähiajal FHR-i ja MSR-i projektidega, üldiselt oma üldise litsentsimisstrateegia osana spetsiaalse materjalikoodi korpusega, mida toetavad pikaajalised korrosiooni- ja mehaaniliste katsete andmed.

Kuidas niklisulamid toimivad heelium{0}}jahutusega kõrge-temperatuuriga gaasireaktorites?

Alloy 617 ja Alloy 800H on juhtivad niklisulamid HTGR-i teenuste jaoks, kuna mõlemad moodustavad heeliumis stabiilse kaitsva kroom-oksiidikihi ja säilitavad kasuliku roometugevuse tunduvalt üle roostevaba terase piiride, kuigi mõlemad on tundlikud aeglase süsivesiku või dekarbonisatsiooni suhtes, kui heeliumi jahutusvedeliku lisanditest jääb maha.

HTGR-is toodetav heeliumi jahutusvedelik ei ole kunagi täiesti puhas - süsinikmonooksiidi, vesiniku, metaani ja niiskuse jäägid on vältimatud kütuse, grafiidi ja süsteemi eraldumise tõttu - ning need lisandid võivad põhjustada kas süsivesikuid (süsiniku kogumine, mis muudab sulami habras) või selle tasakaalu, selle kadu, nõrgenemist (süsiniku vähenemist) temperatuuri. Alloy 800H-l on selles keskkonnas aastakümnete pikkune tööajalugu, sealhulgas varajastes HTGR-i näidistehastes, ning see on üks viiest originaalsest ASME III jaotise 5. jaotise kvalifitseeritud materjalist.

Alloy 617 on alates 2000. aastate keskpaigast laialdaselt iseloomustatud kui vahesoojusvaheti (IHX) juhtivat kandidaati - komponenti, mis kannab soojust primaarsest heeliumi ahelast sekundaarsesse protsessi -, kuna selles on kombineeritud kõrgem -temperatuuri tugevus kui Alloy 800H ja piisava temperatuuritaluvusega helium-en-keskkond. N-898, mis laiendas kvalifitseeritud Alloy 617 konstruktsiooni kuni 954 kraadini (1750 kraadi F).

Millist rolli mängib sulam 690 kerges-vee{2}}põhistes SMR-ides?

Alloy 690 on standardne aurugeneraatori ja soojusvaheti torude-materjal kerge-vee SMR-konstruktsioonide jaoks, kuna sellel on suur vastupidavus primaarsele veestressi korrosioonipragunemisele (PWSCC), mis on tõrkerežiim, mis tõrjus tuumatööstuse oma eelkäijast Alloy 600, alates 1908. aastatest.

Kerge-vee SMR-id, nagu NuScale'i disain ja GE Hitachi BWRX-300, pärivad suurema osa oma materjalidest otse suurest-reaktori surve- ja keevaveepargist, sealhulgas toetumine Alloy 690-le kõikjal, kus nikkel{5}}kõik kroom{6} puutub kokku kõrge-puhtus, kõrge{10}}temperatuuriline primaarvesi, mis on paindumisest või paisumisest tingitud jääkpinge all. Varasemates tehastes kasutatud sulam 600 osutus pikaajalisel{11}}hooldusel terade piiridel vastuvõtlikuks PWSCC-le, mis viis aurugeneraatorite kuluka väljavahetamiseni kogu tööstusharus.

Alloy 690 oluliselt kõrgem kroomisisaldus tagab stabiilsema, pideva kaitsva oksiidkile samades veekeemilistes ja pingetingimustes, andes sellele aastakümnete pikkuse kasutuskogemuse jooksul märgatavalt parema pragunemiskindluse. Kuna kerge -vee SMR-id töötavad sama temperatuuri ja vee-keemia ümbrises kui tavaline PWR-parkett, on Alloy 690 torud kvalifitseeritud, kood-aktsepteeritud materjalina, selle asemel, et nõuda uut kõrgel-temperatuuri kvalifitseerimistööd, mida on vaja {{7}HTGR-i ja soola jaoks.

Millised on peamised lagunemismehhanismid, mis niklisulamid peavad SMR-teenuses vastu pidama?

Domineeriv lagunemismehhanism erineb jahutusvedeliku lõikes: roome ja heelium{0}}lisandite karburisatsioon reguleerib gaasi-jahutusega konstruktsioone, kroomi leostumine reguleerib sula-soola konstruktsioone, primaarne veepinge korrosioonipragunemine reguleerib kerget-veekujundust ja kiirgus{{4}{{{{101}{101}{101}heeliumi ristumine sulam, mida kasutatakse suure neutronite voolavuse asendis.

Tabel 3. Peamised lagunemismehhanismid Niklisulamid peavad vastu pidama kõikides SMR-i jahutusvedelike klassides ning praeguses praktikas kasutatavale esmasele konstruktsioonile või metallurgilistele leevendusmeetmetele.

Kuidas kvalifitseerib ASME III jaotise 5. osa uue materjali täiustatud reaktorites kasutamiseks?

Uus tuumakonstruktsioonimaterjal liigub kandidaadist kvalifitseeritud staatusesse ametliku ASME koodi-juhtumiprotsessi kaudu, mis nõuab põhjalikku mitme-aastast andmepaketti roome-, tõmbe- ja väsimuskäitumise kohta kogu kavandatud kasutustemperatuuri vahemikus, mille vaatab üle ja hääletab asjaomane ASME alamkomitee, enne kui seda saab litsentsitud ehituses kasutada.

ASME III jaotise 5. osa avaldati selleks, et koondada kõrgtemperatuurse{1}}tuumaehituse eeskirjad kõigi täiustatud reaktori jahutusvedeliku tüüpide jaoks ühte jaotisesse, tuginedes algselt naatriumjahutusega reaktorite jaoks välja töötatud projekteerimismeetoditele. Uue materjali - lisamiseks, nagu juhtus sulami 617 - puhul, peab materjali tootja või tööstuskonsortsium kokku panema A-klassi projekteerimisandmete paketi, mis hõlmab tõmbe- ja roomamis-rebenemisomadusi kogu ettenähtud temperatuurivahemikus, isokroonse pinge-deformatsioonikõveraid kõrge-temperatuuri ja interaktsiooniandmete}, väsimuse ja väsimuse jaoks. keevitatavuse teave, kõik on välja töötatud vastavalt koodi "Uute materjalide projekteerimisandmete vajaduste juhistele".

ASME boilerite ja surveanumate komitee vaatab seejärel selle paketi üle ja hääletas enne ametliku koodijuhtumi avaldamist; Alloy 617 koodijuhtumite jaoks kulus iseloomustustööd ligikaudu kümme aastat, kuigi ASME on sellest ajast saadik omandatud õppetundide põhjal järgnevate materjalide ülevaatamise tsüklit sujuvamaks muutnud. See protsess on peamine põhjus, miks mõned struktuurselt paljulubavad niklisulamid, nagu Hastelloy N, jäävad USA litsentsitud ehituse jaoks pigem kandidaatideks kui kvalifitseeritud materjalideks, kuigi nende korrosiooni ja mehaanilist käitumist on uuritud aastakümneid.

Millise niklisulami peaksite oma täiustatud reaktorikomponendi jaoks määrama?

Sobitage sulam konkreetse komponendi valitseva jahutusvedeliku keemia ja temperatuuriga, mitte reaktoriklassiga tervikuna, kuna üks SMR-konstruktsioon võib hõlmata mitut erinevat töökeskkonda primaar- ja sekundaarsüsteemides.

Tabel 4. Komponentide-taseme niklisulami valimise juhised SMR jahutusvedeliku keskkonna järgi. Lõpliku materjali valik tuleb kinnitada konkreetse reaktori müüja heakskiidetud projekti ja ASME koodiväljaande/koodijuhtumite alusel, millele litsentsimise alus tugineb.

Mis on SMR-i juurutamise hetkeseis ja miks on see materjalide tarneahela jaoks oluline?

Alates 2026. aastast on Ameerika Ühendriigid esimest korda aastakümnete jooksul liikunud paberkujundamiselt aktiivsele ehitusele ja see nihe hakkab tekitama reaalset lähiajalist nõudlust tuumapuhastusega niklisulamist plaatide, torude ja sepismaterjalide järele, mitte ainult teadusuuringute-mahu järgi.

TerraPower sai 2026. aasta märtsis USA tuumaregulatsioonikomisjoni esimese ehitusloa, mis anti kaubanduslikule mitte-kerge-veeelektrireaktorile, ja purustas varsti pärast seda oma naatrium-jahutusega Natriumi tehase Wyomingi osariigis Kemmereris. NuScale Poweri täiustatud SMR-i disain on saanud NRC heakskiidu ja kommunaalettevõtted, sealhulgas Tennessee Valley Authority, on käivitanud mitme{7}gigavatise SMR-i juurutusprogrammid.

X-energia heelium-jahutusega Xe-100 edeneb Texase objekti NRC ülevaatuse käigus ja Kairos Power jätkab järjestikuste fluoriid-sooljahutusega katseseadmete ehitamist Tennessee osariigis. Suured tehnoloogiaettevõtted on eraldi alla kirjutanud üle kümne gigavati pühendunud täiustatud tuumavõimsusele, et aidata kaasa tehisintellekti andmekeskuste kasvule – erasektori kohustuste ulatusele, mis on tööstusele uus.

Sulamite ja komponentide tarnijate jaoks tähendab see, et selles juhendis juba käsitletud niklisulami klassid - Alloy 690, Alloy 617, Alloy 800H ja sula-soola-resistentne Hastelloy N perekond - liiguvad peamiselt akadeemiliste ja laboratoorsete testide programmide poole{{7} esimene--kommertshange, mille veskikatsearuande jälgitavus ja koodide{11}}vastavus on muutumas pigem lähi-ostmisnõudeks kui tulevaseks kaalutluseks.

Korduma kippuvad küsimused

Q: Kas standardset 316 roostevaba terast saab kasutada SMR-komponentides?

A: Jah, madalama temperatuuriga{0}}komponentide jaoks. Tüübid 304H ja 316H jäävad ASME Section III, Division 5 materjalideks ja neid kasutatakse kõigis täiustatud reaktorikonstruktsioonides, kus töötemperatuur jääb lubatud -pingevahemikku - tavaliselt kuni ligikaudu 550–650 kraadini, olenevalt konstruktsiooni kasutusajast ja laadimisest. Sellest vahemikust kõrgemal langeb nende roometugevus liiga kiiresti, et kulutada mitu{10}aastat disainiea, mis on aeg, kus Alloy 617 ja Alloy 800H võtavad võimust.

Q: Mis on kõrgeim temperatuur, mida tuuma{0}}kvalifitseeritud niklisulam talub?

A: Praeguste ASME jaotise III jaotise 5. jaotise koodijuhtumite kohaselt on sulam 617 kvalifitseeritud ehitamiseks kuni 954 kraadini (1750 kraadi F), mis on kõrgeim temperatuuripiir kõigist praegu USA tuumaehituseks kvalifitseeruvatest materjalidest. Tegeliku komponendi kavandatud temperatuuri määrab konkreetse reaktori konstruktsiooni{9}}põhine analüüs, mitte ainult sulami maksimaalne koodipiirang.

Q: Miks ei kasutata Hastelloy N veel litsentseeritud USA kommertsreaktoris?

A: Mitte sellepärast, et selle toimivus oleks kahtluse all -, sellel on aastakümneid kestnud katsetused ja piiratud kasutusandmed, mis ulatuvad 1960. aastate sulasoolareaktori katseni -, vaid seetõttu, et see ei ole veel lõpetanud ametlikku ASME III jaotise 5. jao materjali kvalifitseerimise protsessi, mis on nõutav Ameerika Ühendriikides litsentseeritud äriehituse jaoks. Arendajad, kes kasutavad sula-soola või fluoriid{6}}soola-jahutusega disainilahendusi, peaksid oma litsentsimise osana kasutama spetsiaalset koodijuhtumit.

Q: Kas SMR-aurugeneraatorites kasutatav sulam 690 erineb suurtes PWR-ides kasutatavast sulamist 690?

A: Ei. Kerge-vee SMR-i konstruktsioonid põhinevad üldiselt samadel ASME-kvalifitseeritud Alloy 690 materjalide spetsifikatsioonidel, mis on juba kehtestatud tavapärase survevee-veereaktoripargi jaoks, kuna mõlemad töötavad sarnases primaarse vee keemia ja temperatuurivahemikus. Sulam ise ei vaja selle rakenduse jaoks uut kõrget{6}}temperatuuri kvalifikatsiooni.

Q: Kui kaua kulub tavaliselt ASME tuumakoodi uue materjali lisamiseks?

A: Ajalooliselt kulus Alloy 617 koodijuhtumitel esimesest --sellest tüüpi-kõrge temperatuuriga-materjalist - umbes kümme aastat, alates esialgsest iseloomustamisest kuni avaldamiseni. ASME on sellest ajast saadud õppetundide põhjal oma ülevaatuse töövoogu sujuvamaks muutnud, kuid vajaliku roome-, väsimus- ja keevitatavusandmete paketi kokkupanek jääb uute kandidaatmaterjalide kiirust{7}}piiravaks sammuks.